Онлайн поддержка
Все операторы заняты. Пожалуйста, оставьте свои контакты и ваш вопрос, мы с вами свяжемся!
ВАШЕ ИМЯ
ВАШ EMAIL
СООБЩЕНИЕ
* Пожалуйста, указывайте в сообщении номер вашего заказа (если есть)

Войти в мой кабинет
Регистрация
ГОТОВЫЕ РАБОТЫ / ДИПЛОМНАЯ РАБОТА, ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ТЕПЛОФИЗИКА

Нейтронно-физический расчет ядерного реактора ВВЭР

марина_прокофьева 2100 руб. КУПИТЬ ЭТУ РАБОТУ
Страниц: 84 Заказ написания работы может стоить дешевле
Оригинальность: неизвестно После покупки вы можете повысить уникальность этой работы до 80-100% с помощью сервиса
Размещено: 02.10.2022
Выпускная квалификационная работа содержит 93 страницы, 19 рисунков, 13 таблиц, 29 источников, 3 приложения, 2 чертежа. Ключевые слова: ядерный реактор; нейтронно-физический расчет; многогрупповой расчет; программный комплекс WIMS-D5B Объект исследования: водо-водяной энергетический реактор, тепловая мощность 1000 МВт, топливо UO2 с обогащением 1,8 %, теплоноситель – вода. Цель работы – определение основных нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР В процессе исследования произведен расчет нейтронно-физических характеристик реактора, получена скорость теплоносителя и геометрические размеры активной зоны реактора, также выполнен нейтронно-физический расчёт «холодного» состояния реактора и расчёт «холодного» и «горячего» состояния реактора с применением программы WIMS-D5B. Проводилась оценка финансовой составляющей всей работы и описаны внешние факторы оказывающие влияние на исследование. Область применения: ядерная энергетика.
Введение

В современной энергетике атомные станции играют значительную роль в производстве электроэнергии. В России из числа всех предприятий, которые производят электроэнергию, доля атомных станций составляет 16 %. В нашей стране работают 10 атомных электростанций, которые состоят из 35 энергоблоков. Из них 19 энергоблоков имеют реактор типа ВВЭР. Этот вид реактора корпусного типа; в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода с борной кислотой, которая уменьшается в процессе эксплуатации. ВВЭР обладает следующими достоинствами: – удачное использование воды в качестве теплоносителя и замедлителя; – доступность, а, следовательно, дешевизна воды, а также отработанны технологии по ее получению; – наличие высокой замедляющей способности, а, следовательно, высокое энерговыделение с единицы объема; – большие удельная и объемная мощности относительно небольших габаритах и умеренных критических нагрузках реактора; – вода как теплоноситель эффективно отводит тепло. Недостатки реактора типа ВВЭР: – относительно высокое поглощение нейтронов водой, а поэтому должно использоваться только обогащенное топливо; – возможность неравномерного распределения энерговыделения, из-за сильного замедления нейтронов в воде; – коррозионная активность воды с конструкционными материалами, что приводит к использованию двуокиси урана и нержавеющие стали, это ухудшает баланс нейтронов увеличивает затраты на эксплуатацию; – высокое давление при энергетически приемлемых температурах; – тепловой поток ограничен критическими тепловыми нагрузками. Цель данной работы: нейтронно-физический расчет реактора типа ВВЭР, в связи с чем были поставлены следующие задачи: – расчет нейтронно-физических характеристик реактора; – нейтронно-физический расчёт «холодного» состояния реактора; – расчёт «холодного» и «горячего» состояния реактора с применением программы WIMS-D5B; – анализ полученных результатов.
Содержание

Введение 16 1 Обзор литературы 18 2 Нейтронно-физический расчёт реактора 24 2.1 Предварительный расчет 24 3 Физический расчет реактора 27 3.1 Расчет концентраций 27 3.2 Гомогенизация 28 3.3 Гомогенизация первого вида 29 3.4 Гомогенизация второго вида 29 3.5 Расчет микроскопических и макроскопических сечений 31 3.6 Расчет микроскопических и макроскопических сечений для U235 32 3.7 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды 33 3.7.1 Выход нейтронов на один поглощенный тепловой в топливе 34 3.7.2 Коэффициента размножения на быстрых нейтронах 34 3.7.3 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов 35 3.7.4 Расчет вероятности избежать резонансного захвата 37 3.7.5 Расчет эффективного коэффициента размножения 38 3.8 Оптимизация 39 3.9 Температурные эффекты реактивности 40 3.9.1 Коэффициент размножения «горячего» реактора 42 3.10 Отравление ядерного реактора 44 3.10.1 Стационарное отравление ядерного реактора Xe135 44 3.10.2 Стационарное отравление ядерного реактора Sm149 47 3.10.3 Шлакование ядерного реактора 50 4 Расчет в программе WIMS-D5B 51 4.1 Расчет «холодного» реактора 51 4.2 Расчет «горячего» реактора 55 4.3 Расчет гомогенного «горячего» реактора 56 4.4 Сравнение результатов 59 Заключение 61 5 Финансовый менеджемент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 62 5.1 Организация и планирование работ 62 5.1.1 Продолжительность этапов работ 63 5.1.2 Расчет накопления готовности проекта 68 5.1.3 Расчет сметы на выполнение проекта 69 5.1.4 Расчет затрат на материалы 69 5.1.5 Расчет заработной платы 70 5.1.6 Расчет затрат на социальный налог 71 5.1.7 Расчет затрат на электроэнергию 72 5.1.8 Расчет амортизационных расходов 73 5.1.9 Расчет прочих расходов 74 5.1.10 Расчет общей себестоимости разработки 74 5.1.11 Расчет прибыли 74 5.1.12 Расчет НДС 75 5.1.13 Цена разработки ВКР 75 5.1.14 Оценка экономической эффективности проекта 75 6. Социальная ответственность 76 6.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов 76 6.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ 78 6.2.1 Организационные мероприятия 78 6.2.2 Технические мероприятия 78 6.3 Условия безопасной работы 81 7.4 Электробезопасность 83 7.5 Пожарная и взрывная безопасность 84 Список использованных источников 86 Приложение А 89 Приложение Б 90 Приложение В 93
Список литературы

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ88/97. ПНАЭ Г-01-011-97. М., 1997. – [С. 20-21]. 2. Самойлов О.Б. Безопасность ядерных энергетических установок: учебное пособие для вузов / Усынин Г. Б., сБахметьев А. М. – М., Энергоатомиздат, 1989. – 280 с. 3. Балаковская Атомная Станция / Центр подготовки персонала. Основное оборудование реакторного отделения: учеб. пособие / Балаково, 2012. – 101 с.. 4. Балаковская АЭС. Блок № 1. / Отчет по углубленной оценке безопасности: учеб. пособие / Балаково, 2013. – 47 с. 5. Балаковская АЭС. Энергоблок № 2. / Техническое обеспечение безопасности сооружения и эксплуатации. Корректировка 2. Книга 2 /Балаково, 2013. – 75 с. 6. Безопасность атомных станций: справочник. М., – Париж: EDF – Росэнергоатом, 2014. – [С. 98-100]. 7. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). ПНАЭ Г-1-024-90. М., 1991. – [С. 45-48]. 8. Прец А.А. Сапар А.Д. Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине // Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине: сборник научных трудов VIII Международной научно-практической конференции. – Томск, 2016. – С. 44. 9. Тепловыделяющая сборка ТВСА ВВЭР-1000: направления развития и результаты эксплуатации Кандалов В. Б., Преображенский Д. Г., Романов А. И., Самойлов О. Б., Фальков А. А., Шишкин А. А. – М., Энергоатомиздат, 2014. – 318 с. 10. ВВЭР – 1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность / Аль Афров А. М., Андрушенко С. А., Украинцев В. Ф., Васильев Б. Ю., Косоуков К. Б., Семченков Ю. М., Кокосадзе Э. Л., Иванов Е. А.. – М., Университетская книга, Логос, 2006. – 488 с. 11. Таблетка ядерного топлива с покрытием (ее варианты), способ нанесения покрытия и установка для осуществления способа: патент Рос. Федерация № 2131626, заявл. 20.04.2017, опубл. 13.03.2006, Бюл. № 3 – 4 с. 12. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станций. 3-е изд. – М., 2002. [С. 11-12]. 13. Острейкин В. А. Эксплуатация атомных станций: учебник для вузов. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 928 с. 14. . Конышин В. А. Ядерно-физические константы делящихся ядер: Справочник. – М., Энергоатомиздат, 1984. с. 457 15. Научные статьи и журналы [Электронный ресурс] / URL: http://cyberleninka.ru/article/n/modelirovanie-inzhektsii-i-zahvata-elektronovpuchka-v-malogabaritnyh-betatronah-metodom-makrochastits – свободный. – Загл. с экрана. – Яз рус., англ. Дата обращения: 19.04.2019 г. 16. Нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах: Учебное пособие / Бойко В. И., Кошелев Ф. П., Шаманин И. В., Колпаков Г. Н – Томск: Томский политехнический университет, 2015. – 192 с. 17. Электронная библиотека диссертаций [Электронный ресурс] / URL: http://www.dissercat.com/content/razrabotka-magnitnoi-sistemytsilindricheskogo-betatrona-i-eksperimentalnaya-proverka-ego-ra#ixzz4AvLCa9Hn – makrochastits – свободный. – Загл. с экрана. – Яз рус., англ. Дата обращения: 22.04.2019 г. 18. Колпаков Г. Н. Конструкции твэлов, каналов и активных зон энергетических реакторов: учебное пособие / Селиваникова О. В. – Томск: Издво Томского политехнического университета, 2009. – 118 с. 19. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: учебное пособие для вузов / Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С – М., Энергоатомиздат, 1989. – 512 с. 20. Групповые константы для расчёта ядерных реакторов / Абагян Л. П., Базазянц Н. О., Бондаренко И. И., Николаев М. Н. – М., Атомиздат, 1964. – 137 с. 21. Сааду Д. Использование выгорающих поглотителей в реакторах типа ВВЭР – М., Атомиздат, 2012. – 137 с. 22. Широков С. В. Глубина выгорания ядерного топлива ВВЭР с различными выгорающими поглотителями /. Заец В. В – Национальный технический университет Украины «Киевский политехнический институт», г. Киев, Украина, 2013. – 254 с. 23. WIMSD-IAEA Library [Электронный ресурс] / Url: http://nucleus.iaea.org/CIR/CIR/WIMSDLibrary. pdf – свободный. – Загл. с экрана. – Яз рус., англ. Дата обращения: 06.05.2019 г. 24. Наймушин А. Г. Методические указания к лабораторно практической работе / Ю. Б. Чертков. – Томск.: НИ ТПУ, 2011. – 77 с. 25. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение: Учебно-методическое пособие/ И.Г. Видяев, Г.Н. Серикова, Н.А. Гаврикова, Н.В. Шаповалова, Л.Р. Тухватулина, З.В. Криницына. ? Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2014. – 36 с. 26. Определение эффективной температуры топлива реактора на тепловых нейтронах: Методические указания к выполнению индивидуального домашнего задания / сост. А.В. Кузьмин. – Томск: Изд-во ТПУ, 2014. – 41 с. 27. СанПиН 2.2.2/2.4.1340-03. Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы «Гигиенические требования к ПЭВМ и организации работы» [Текст]. – Взамен СанПиН 2.2.2.542-96; введ. 2003-06-30. – М: Российская газета, 2003. – 3 с. 28. ГОСТ 12.1.038-82. ССБТ. Электробезопасность [Текст]. – Введ. 1983- 01-07. – М.: Издательство стандартов, 1988. – 2 с. 29. СНиП 21-01-97. Пожарная безопасность зданий и сооружений [Текст]. – Взамен СНиП 2.01.02-85; введ. 1998-01-01. – М.: Госстрой России, ГУП ЦПП, 1999. – 6 с.
Отрывок из работы

1 Обзор литературы Ядерный реактор ВВЭР-1000 – это водо-водяной реактор корпусного типа, гетерогенный. Данный реактор работает на тепловых нейтронах, тепловая энергия вырабатывается в ходе контролируемой управляемой цепной реакции деления, а преобразуется в электрическую в турбогенераторной установке. Реактор ВВЭР-1000 представлен в приложении В [1], в качестве теплоносителя-замедлителя используется вода. На атомной электростанции ядерный реактор ВВЭР-1000 является одной из составных частей всего энергоблока. Реакторы типа ВВЭР различных мощностей сейчас действуют и строятся как в России, так и за рубежом. Действующие АЭС с реакторами ВВЭР в России это Ленинградская АЭС-2, Ростовская АЭС, Балаковская АЭС, Калининская АЭС, Кольская АЭС и Нововоронежская АЭС [2]. Эквивалентная высота активной зоны реактора ВВЭР-1000 – 355 см, а диаметр – 312 см, форма – цилиндрическая. Шестигранные или квадратные кассеты, устанавливаемые почти вплотную друг к другу формируют активную зону реактора ВВЭР. Твэлы гладкой цилиндрической формы устанавливаются по кассетам треугольным или квадратным шагом. В реакторах типа ВВЭР именно такие твэлв сейчас приняты. Твэлы загружаемые в реактор собирают в ТВС. Детекторы энерговыделения и термопары (измерители температуры воды) расположены внутри одой или двух трубок которые оставляют пустыми и не располагают твэлы. Основными конструкциями являются железобетонные конструкции из тяжелого железобетона. Основными характеристиками реактора ВВЭР-1000 являются: тепловая мощность 3000 Мвт, расход теплоносителя через активную зону 88000 м3/год. Корпус реактора ВВЭР-1000 имеет эллиптическое днище. Корпус реактора набирается из обечаек, основной металл корпуса реактора – низколегированная сталь, особенность которой хорошие радиационные свойства, т.е. эта сталь достаточно в незначительной мере поддержана охрупчиванию [3]. Важнейшим элементом при изготовлении корпуса реактора является сварной шов он выполняется на высокотехнологичных предприятиях оснащенных специальным оборудованием. Следующая обечайка после нижней обечайки корпуса реактора является центральная обечайка корпуса реактора, которая в наибольшей степени подвержена воздействию нейтронного излучения. Именно надежность материала корпуса этой центральной обечайки в конечном итоге и определяет ресурс корпуса реактора, а значит и атомной электрической станции в целом [4]. Следующим элементом конструкции является опорная обечайка корпуса реактора. Ее назначение заключается в том что на специальное кольцо этой обечайки опирается вся конструкция реактора ВВЭР-1000. Далее идет блок подводных патрубков теплоносителя он имеет четыре отверстия Ду-750 и два отверстия Ду-230. Отверстия Ду-230 предназначены для подвода аварийной питательной воды в опускной участок корпуса реактора, то есть в случае возникновения аварийной ситуации так называемая «заливка» активной зоны снизу происходит именно через эти патрубки [5]. Следующий элемент – это обечайка выходных патрубков, она также имеет четыре отверстия Ду-750 и два отверстия Ду-230. Однако в этом случае через отверстие Ду-230 аварийная питательная вода заливает сверху активную зону реактора. Между собой все обечайки крепятся между собой сварным соединением. Важнейшим элементом корпуса реактора является обечайка главного разъема. Она содержит ряд отверстий под шпильки с помощью которых осуществляется резьбовое соединение и герметизация всего корпуса реактора после планово-предупредительных ремонтов. Изнутри все элементы корпуса реактора блокированные высоколегированной аустенитной сталью это сделано для того, чтобы избежать воздействия на частоту теплоносителя основного материла корпуса реактора (низколегированная сталь). Таким образом, с использованием лакировки из высоколегированной аустенитной стали осуществляется поддержка заданного водно-химического режима теплоносителя первого контура. Опорное кольцо корпуса реактора находится на опорной обечайке корпуса реактора [6]. Следующим элементом реакторной установки ВВЭР-1000 является внутриреакторная шахта. Она выполняет несущие функции для всех внутрикорпусных устройств, кроме того, служит одним из элементов разделения горячей и холодной нитки теплоносителя в активной зоне. Особенностью реакторной шахты является то, что ее нижняя эллиптическое днище и верхняя цилиндрическая часть являются перфорированными узлами, через нижнюю эллиптическую часть осуществляется подвод теплоносителя к хвостовикам ТВС. Материал шахты аустенитная сталь. Система опоры хвостовиков тепловыделяющих сборок расположена на днище шахты. В цилиндрической части видны щелевидные отверстия через которые и происходит подвод теплоносителя непосредственно в хвостовую часть тепловыделяющей сборки. Верхней частью шахта опирается на корпус реактора с помощью специального опорного кольца. Следующим элементом конструкции реакторной установки является так называемая выгородка. Выгородка может в зависимости от непосредственно завода изготовителя набираться из 3-8 обечаек. Назначение выгородки состоит в формирование активной зоны в радиальном направлении. Внутренняя часть выгородки повторяет абрис активной зоны реактора ВВЭР-1000. В выгородке имеются набор отверстий диаметром 75мм и 6 отверстий диаметром 130мм. Назначение первых из них это охлаждение выгородки, которая одновременно служит и реакторным отражателем. Назначение отверстий 130мм заключается в том, что при перегрузочных работах в эти отверстия погружаются так называемые ионизационные камеры для выполнения контроля плотности нейтронного потока при перегрузке топлива. Материал выгородки Х18Н10Т между собой обечайки выгородки крепятся с помощью резиновых соединений [7]. Тепловыделяющая сборка реактора ВВЭР-1000 представляет собой сложнейшую инженерную конструкцию. Именно тепловыделяющая сборка реактора содержит тепловыделяющие элементы которые в свою очередь представляют собой ядерное топливо в специальной циркониевой оболочки. Материалом циркониевых оболочек является цирконий. Материалом дистанционирующих решёток а также верхней и хвостовой части является нержавеющая сталь. Тепловыделяющая сборка полностью изготавливается из циркониевого материала что существенно позволяет улучшать нейтронно-физический баланс в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Когда происходит загрузка ядерного топлива в активную зону. Активная зона реактора ВВЭР-1000 содержит 163 тепловыделяющие сборки. Процесс топливной перегрузки является одним из наиболее сложных и ответственных в процессе эксплуатации ядерного реактора. Приблизительно с периодичностью 280-300 эффективных суток на каждом энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 происходит топливная перегрузка в процессе которой часть тепловыделяющих сборок (обычно 25-30%) с наибольшей глубиной выгорания покидают активную зону и отправляются сначала в бассейн выдержки, а затем на длительное хранение отработавшего ядерного топлива. Им на замену активную зону устанавливаются аналогичное количество свежего топлива [8]. Важно отметить, что в настоящее время принято так называемая шахматная расстановка тепловыделяющих сборок в активной зоне. Основная задача шахматной расстановки - добиться минимального коэффициента неравномерности энерговыделения. В настоящее время этот показатель не превышает 1,35. Следующим элементом является верхний блок реактора основное назначение которого предотвратить от всплытия тепловыделяющие сборки. Расход теплоносителя составляет 88000 м3/ч в этом случае естественно создаются предпосылки при аксиальном воздействии для выноса тепловыделяющих сборок из активной зоны. Для того, чтобы этого не происходило подпружиненная верхняя часть тепловыделяющих сборок нагружена так называемым верхним блоком. Дополнительным назначением верхнего блока является организация подвода тепло к тепловыделяющим сборкам и ввода в активную зону органов контроля энерговыделения в активной зоне реактора, а именно детекторов прямого заряда и тепрмопар, которые устанавливаются на выходе из ряда ТВС. Завершающим элементом корпуса реактора ВВЭР-1000 является крышка. Она имеет набор отверстий через которые в активную зону осуществляется подвод детекторов энерговыделения, а также органов регулирования системы управления и защиты. С помощью шпилечного соединения крышка реактора крепится непосредственно к корпусу реактора. На крышку реактора устанавливается верхний блок в котором размещены приводы органов регулирования системы управления и защита реактора. Приводы представляют собоq набор электромагнитов которые с одной стороны поддерживают тепловыделяющую сборку с другой стороны обеспечивают перемещение органов регулирования СУЗ реактора в шаговом режиме. Скорость перемещения приблизительно 2 см/с [9]. Теплоноситель в корпусе реактора движется от входа в реактор до его выхода через выходные патрубки. Между выходными и входными патрубками установлено специальное уплотняющее кольцо, которое собственно и не позволяет перетечке холодного теплоносителя в горячую часть реактора. Движение теплоносителя в первом контуре осуществляется с помощью системы главных циркуляционных трубопроводов. Назначение главного циркуляционного трубопровода – это соединение реактора с парогенератором и насосом. Эти три элемента представляют собой три основных элементы первого контура реактора. Важнейшим элементом реакторной установки ВВЭР-1000 является система аварийного охлаждения зоны. Гидроемкости САОЗ с подсоединением к соответствующим отверстиям в корпусе реактора. Количество парогенераторов для реактора ВВЭР-1000 принято равным четырём. Парогенераторы генерируют сухой насыщенный пар, который непосредственно после своей генерации покидает с помощью системы главного парового коллектора реакторное отделение и попадает в турбинное отделение. Вся эта конструкция заключена в так называемую гермозону назначение которой даже в случае возникновения тяжелой аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода не допустить выхода радиоактивности за предела гермозоны. Наличие гермозоны конкретное отличие реактора ВВЭР-1000 от установок типа РБМК-1000. Турбинный зал оснащён турбиной, которая в свою очередь представляет собой четыре двухпоточных цилиндра низкого давления и один двухпоточный цилиндр высокого давления [10]. 2 Нейтронно-физический расчёт реактора 2.1 Предварительный расчет Предварительная оценка размеров активной зоны, которая обеспечили бы нужный теплосъем при заданной мощности аппарата: где , , – объем, диаметра и высота активной зоны, см; m – отношение высоты к диаметру (для реакторов ВВЭР . В работе m = 1,1); N – заданная мощность реактора, MВт; – средняя удельная объемная нагрузка активной зоны, кВт/л3 (для ВВЭР , В работе ); – коэффициент, учитывающий увеличение объема реактора вследствие размещения регулирующих стержней( в работе ). Максимальная удельная объемная нагрузка активной зоны: где – объемный коэффициент неравномерности тепловыделения (для теплового реактора с однородной активной зоной обычно . В работе ). При размере ячейки под ключ aяч = 1,275 см площадь ячейки равна: Периметр тепловыделяющей поверхности твэла: , где – диаметр твэла, Максимально допустимая тепловая нагрузка на поверхности тепловыделяющих элементов (определяет размеры активной зоны при заданном шаге решетки): , где – периметр тепловыделяющей поверхности одного твэла, см; n – число твэлов в сборке; – площадь сечения ячейки, см2. Площадь сечения прохода теплоносителя приходящегося на один элемент, вычисляется по формуле: При данных параметрах: . Необходимая для эффективного отвода тепла скорость теплоносителя на входе в активную зону определяется в максимально напряженном тепловыделяющем элементе из уравнения баланса тепла: Таким образом, получившаяся скорость прокачки теплоносителя удовлетворяет установленным требованиям ( < 10 м/с – для реактора типа ВВЭР) где – осевой коэффициент неравномерности (В работе ); S1 – площадь сечения прохода теплоносителя, приходящаяся на один элемент, см3; ? – средний удельный вес теплоносителя при рабочих параметрах, г/см3; ?i – разность теплосодержания теплоносителя на входе и на выходе. 3 Физический расчет реактора 3.1 Расчет концентраций Вычисление ядерных концентраций производят для каждого элемента активной зоны и отражателя. , где ? – плотность вещества, г/см3; Nа – число Авогадро, моль-1; А – атомный вес элемента, г/моль. Топливом является двуокись урана (UO2), обогащенная по U235 на 1,8%, поэтому ядерная концентрация топлива рассчитывается следующим образом: Расчет концентрации отдельных элементов, входящих в состав топлива, осуществляется следующим образом: Теплоносителем в данном ядерном реакторе служит вода: В качестве оболочки твэла используется цирконий. 3.2 Гомогенизация Гетерогенная элементарная ячейка данного реактора изображена на рисунке 3.1. Где горизонтальной штриховкой обозначен замедлитель теплоноситель (H2O), заштрихованная окружность большего диаметра – оболочка твэла (Zr), центральным отверстием – гелий, заштрихованная окружность меньшего диаметра – топливо (UO2). На данном рисунке представлена упрощенная схема элементарной ячейки. Рисунок 3.1 – Гетерогенная элементарная ячейка Для проведения гомогенизации были приняты следующие геометрические величины: Внешний радиус твэла (оболочки) Rтвэл = 0,455 см. Внутренний радиус твэла (топлива) rтвэл = 0,07см. Внутренний радиус оболочки rоб = 0,39 см. Внешний радиус топлива Rтоп = 0,3765 см. Площадь сечения твэла Sтвэл = 0,65 см2. Площадь сечения замедлителя-теплоносителя Sтн = 0,758 см2. Площадь сечения ячейки Sяч = 1,407 см2. 3.3 Гомогенизация первого вида В данном случае необходимо представить элементарную ячейку в виде однородной гомогенизированной смеси. где Ni – гетерогенная ядерная концентрация i-го элемента, ядер/см3; Si – площадь сечения i-го элемента в элементарной ячейке, см2. Рассчитаем площади сечения недостающих элементов: Соответственно, ядерные концентрации после гомогенизации будут равны: 3.4 Гомогенизация второго вида В данном случае необходимо разделить гетерогенную элементарную ячейку на две гомогенизированные зоны: замедлитель-теплоноситель и фиктивный блок. Эскиз данной ячейки изображен на рисунке 3.2, где горизонтальной штриховкой обозначен замедлитель-теплоноситель (H2O), окружностью меньшего диаметра отмечена гомогенизированная смесь элементов твэла. Рисунок 3.2 – Элементарная ячейка после гомогенизации второго вида Ядерные концентрации элементов замедлителя-теплоносителя остаются неизменными, по сравнению, с гетерогенной ячейкой, так как: Тогда: ; 3.5 Расчет микроскопических и макроскопических сечений Так как приведенные в справочниках значения сечений указаны для энергии нейтронов, равной 0,0252 эВ, при которой распределение нейтронов соответствует спектру Максвелла, возникла необходимость их обработки. При нейтронно-физических расчетах все поперечные сечения должны быть отнесены к средней скорости нейтронов. Спектр Максвелла для тепловых нейтронов постепенно переходит в спектр замедляющихся нейтронов при температуре 293 К и при энергии примерно равной E = 0,2 эВ, которая называется «энергией сшивки». В реальных средах распределение тепловых нейтронов не совпадает в точности с распределением Максвелла, поскольку имеет место поглощение тепловых нейтронов (спектр сдвинут в область больших энергий) Для удобства расчетов в теории реакторов принято, что тепловые нейтроны распределены по спектру Максвелла, но имеют более высокую эффективную температуру (температура нейтронного газа – Tн. г.), которая превышает температуру замедлителя. Поперечные сечения поглощения и деления, отнесенные к средней скорости тепловых нейтронов, определяются по формуле: где – табличные значения сечений; – поправочные коэффициенты, учитывающие отклонение сечения поглощения и деления от закона 1/? . В тепловых реакторах температура нейтронного газа превышает температуру среды на 50-100 градусов. Принимаем Тн.г. = 393 К. Микроскопические сечения рассеяния практически не зависят от энергии тепловых нейтронов, поэтому непосредственно можно воспользоваться для них табличными данными. Макроскопические поперечные сечения вычисляются следующим образом: причем: Логарифмический декремент замедления и замедляющая способность находятся по формулам, представленным ниже: 3.6 Расчет микроскопических и макроскопических сечений для U235 Необходимые табличные значения: Тогда: Полный перечень констант приведен в таблице А1 (приложение А). 3.7 Расчет коэффициента размножения для бесконечной среды Коэффициент размножения бесконечной среды является важной характеристикой активной зоны реактора, т. к. по его величине можно судить о целесообразности продолжения расчёта. Коэффициент размножения для бесконечной среды определяется как произведение четырёх сомножителей: (3.1) где µ ? коэффициент размножения на быстрых нейтронах; ? ? вероятность избежать резонансного захвата; ? ? коэффициент использования тепловых нейтронов; ? ? коэффициент выхода нейтронов на одно поглощение. 3.7.1 Выход нейтронов на один поглощенный тепловой в топливе показывает число вторичных нейтронов, приходящихся на один тепловой нейтрон, поглощенный топливом и вызвавший деление. Рассчитывается по формуле: где ?f ? число нейтронов, которое испускается при одном акте деления. 3.7.2 Коэффициента размножения на быстрых нейтронах Величина . в гетерогенном реакторе зависит от формы, размеров и расположения топливного блока, а также от диффузионных свойств топливного блока. При расчете для стержневых ТВЭЛов можно воспользоваться формулой: где – вероятность того, что быстрый нейтрон испытывает какое либо столкновение с ядром U238. Значение P определяется по рисунку 3.3: Рисунок 3.3– График вероятности столкновения быстрого нейтрона с ядром U238 Величина P=0,1. 3.7.3 Расчет коэффициента использования тепловых нейтронов Для расчета данного коэффициента можно использовать второй вид гомогенизации, при котором гетерогенная ячейка заменяется двухзонной. Расчёт ? в этом случае ведут в два этапа. Сначала определяют величину ., представляющую собой отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке, к общему числу поглощенных тепловых нейтронов: где – коэффициент экранирования; – фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замедлителе; Для цилиндрического уранового стержня коэффициент экранирования: где –модифицированные функции Бесселя нулевого и первого порядков – длина диффузии в фиктивном блоке; Фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замедлителе: Затем рассчитывают коэффициент использования тепловых нейтронов по формуле: , где ?0 ? коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока. Длина диффузии определяется по формуле: Тогда длина диффузии в фиктивном блоке и блоке замедлителя: Фактор, учитывающий избыточное поглощение нейтронов в замедлителе: Коэффициент экранирования: Тогда величина отношения числа тепловых нейтронов, поглощенных в фиктивном блоке: Коэффициент использования тепловых нейтронов внутри фиктивного блока: Тогда коэффициент использования тепловых нейтронов: 3.7.4 Расчет вероятности избежать резонансного захвата Резонансный захват нейтронов происходит ядрами U238. Вероятность избежать нейтронами резонансного захвата рассчитывается по формуле: где – температурный коэффициент; – пористость по U238; Температурный коэффициент рассчитывается по формуле: где – температура топлива; Пористость по U238 определяется следующим образом: где – концентрация U238 в природном уране; – концентрация U238 в топливе; Температурный коэффициент: Пористость по U238: Тогда вероятность избежать резонансного захвата: Подставив найденные значения коэффициентов ?, ?, ?, ? в формулу (3.1) найдём коэффициент размножения для бесконечной среды: 3.7.5 Расчет эффективного коэффициента размножения Эффективный коэффициент размножения нейтронов находится по формуле: где – геометрический параметр; – возраст нейтронов; – вероятность избежать утечки. Квадрат длины диффузии отражателя с учетом гетерогенности: Возраст нейтронов с учётом всех элементов ячейки: Геометрический параметр: где – эффективная добавка за счет отражателя. 3.8 Оптимизация После расчета k? необходимо подобрать такие параметры ячейки, при которых данный коэффициент будет максимальным. В некоторых диапазонах варьировались шаг расстановки твэлов и радиус топливного блока. Полученные зависимости изображены на рисунках 3.4 и 3.5. Рисунок 3.4 – Зависимость k? от шага расстановки твэлов Рисунок 3.5 – Зависимость k? от внешнего радиуса топливного блока Зависимость на рисунке 3.4 объясняется не одним фактором. Начальное увеличение k? связано с тем, что вероятность избежать резонансного захвата в «редких» решетках выше, чем в «тесных». Объем замедлителя в них больше, соответственно, нейтроны могут замедлиться до слабых резонансных или тепловых уровней, на которых вероятность захвата меньше. Уменьшение k? связано с проявлением внешнего блок-эффекта. Кроме того, в «редких» решетках значение коэффициента размножения быстрых нейтронов тоже меньше, чем в «тесных», так как быстрые нейтроны замедляются до подпороговых и не могут инициировать деление U238. На рисунке 3.5 наблюдается проявление внутренних и внешних блокэффектов, которые сильно влияют на коэффициент использования тепловых нейтронов. Уменьшение k? на рисунке 3.5 объясняется усилением внутреннего блок-эффекта, потому что увеличивается значение плотности потока тепловых нейтронов на поверхности топливного блока. 3.9 Температурные эффекты реактивности Для определения ТЭР (температурный эффект реактивности), необходимо найти температуру нейтронного газа при рабочей температуре реактора и в соответствии с этой температурой пересчитать значения сечений и другие параметры. При определении температуры нейтронного газа можно принимать температуру замедлителя равной средней температуре теплоносителя. Тогда эффективная температура нейтронного газа вычисляется следующим образом: где Сечения и берутся при температуре замедлителя. Вычислим их отношение. Тогда, отношение равно: При этом, температура нейтронного газа: Зная температуру нейтронного газа, определяем по таблице : Необходимо знать верхнюю границу тепловой группы. Для тепловых и не очень жестких промежуточных нейтронов границей тепловой группы условно считается точка пересечения спектров Ферми и Максвелла. Эта точка определяется через трансцендентное уравнение: (3.2) где Из уравнения 3.2 было определённо значение . Используя график функции , представленный на рисунке 3.6, было определено значение F, которое составило 1,1. Рисунок 3.6 – Графики функции С учетом определённых значений необходимо вычислить изменение сечений: где , 3.9.1 Коэффициент размножения «горячего» реактора Необходимо учесть изменения коэффициентов формулы четырех сомножителей. В таблице 3.1 значения коэффициентов формулы четырех сомножителей.
Условия покупки ?
Не смогли найти подходящую работу?
Вы можете заказать учебную работу от 100 рублей у наших авторов.
Оформите заказ и авторы начнут откликаться уже через 5 мин!
Похожие работы
Дипломная работа, Ядерная энергетика и теплофизика, 81 страница
3000 руб.
Дипломная работа, Ядерная энергетика и теплофизика, 112 страниц
2800 руб.
Дипломная работа, Ядерная энергетика и теплофизика, 131 страница
3275 руб.
Дипломная работа, Ядерная энергетика и теплофизика, 124 страницы
3100 руб.
Дипломная работа, Ядерная энергетика и теплофизика, 51 страница
1275 руб.
Служба поддержки сервиса
+7 (499) 346-70-XX
Принимаем к оплате
Способы оплаты
© «Препод24»

Все права защищены

Разработка движка сайта

/slider/1.jpg /slider/2.jpg /slider/3.jpg /slider/4.jpg /slider/5.jpg